核动力工程

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李松岭, 秦冬, 关晖, 吴磊, 夏榜样

2015, 36(2): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0001

摘要(7) PDF(0)

摘要:
介绍堆芯功率分布扩展的逐层面耦合法理论模型和逐次超松弛迭代求解方程组的方法。利用FORTRAN90语言编制堆芯功率分布扩展程序EXP,然后用大亚湾核电站1号机组第11循环理论计算和实测数据,对扩展计算结果进行敏感性分析和验证。结果表明:该方法利用理论计算功率建立起全堆芯各组件的耦合关系,利用实测功率对全堆芯各组件功率进行求解,进而完成功率分布扩展计算的方法是正确有效的,对测点失效情况有较好的适应性。

板型元件组件少群参数计算程序PICM研究

尹强, 王家翀, 芦韡

2015, 36(2): 6-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0006

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对板型元件组件少群参数计算问题,对组件几何模型建立、燃料板共振计算、板型元件组件中子输运计算以及整个计算流程进行研究,并以此为基础编制板型元件组件计算程序PICM。通过对国际原子能机构(IAEA)板型基准问题的计算来验证PICM程序的计算正确性,结果表明PICM程序能够准确进行板型元件组件少群参数的计算。

MVP程序用于HTR-10首次临界的计算

解家春, 姚连颖

2015, 36(2): 9-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0009

摘要(10) PDF(0)

摘要:
使用MVP程序对10 MW球床式高温气冷堆(HTR-10)的首次临界进行计算。计算中根据HTR-10的特点,应用MVP程序的统计几何模型来描述燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯内的随机混合分布。使用JENDL-3.3数据库时,MVP程序的结果与VSOP程序和MCNP程序相比差别稍大,而使用ENDF/B-Ⅵ.8数据库时结果则非常接近。与首次临界实验结果相比,相对误差均小于0.7%。结果表明,MVP程序可以用于球床式高温气冷堆的堆芯物理计算。

动态刻棒方法研究及其试验验证

吴磊, 刘同先, 赵文博, 李松岭, 于颖锐

2015, 36(2): 13-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0013

摘要(11) PDF(0)

摘要:
动态刻棒方法基于逆动态方法,通过引入静态空间因子(SSF)和动态空间因子(DSF)改善测量精度。采用堆芯三维稳态和瞬态计算模拟测量过程,得到空间因子。在某研究堆上开展了动态刻棒方法试验验证,结果表明动态刻棒方法具有较高的测量精度,具备取代传统方法的能力。

²³⁸Pu的辐照生产及制备

孙寿华, 周春林, 李子彦, 王皓

2015, 36(2): 17-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0017

摘要(9) PDF(0)

摘要:
介绍²³⁷Np靶件堆内辐照生产²³⁸Pu的途径及其相应物理过程。从²³⁷Np靶件几何设计、辐照靶件中²³⁷Np装量、²³⁸Pu产量及²³⁶Pu相对含量随时间的变化、²³⁸Pu辐照生产实验测量结果等方面分析了²³⁸Pu辐照生产技术,简单介绍靶件辐照后的化学分离提纯、²³⁸Pu粉末和热源制作等工艺过程。

瑞利阻尼对大质量直接积分时程计算方法的影响

黄炳臣, 沈伟, 卢智

2015, 36(2): 21-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0021

摘要(12) PDF(0)

摘要:
使用直接积分时程计算方法对反应堆冷却剂系统进行大质量点激励时,瑞利阻尼会对大质量点额外附加瑞利阻尼力,使计算结果偏小。本文从理论上讨论该瑞利阻尼力的形成原因,并给出解决方法。数值计算结果表明,此方法可在实际工程计算中应用。

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

王振营, 孙晨, 吴蓓

2015, 36(2): 24-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0024

摘要(17) PDF(0)

摘要:
中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。

5×5定位格架棒束通道阻力特性研究

李权, 陈杰, 焦拥军, 于俊崇, 陈平, 雷涛, 茹俊

2015, 36(2): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0028

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用数值方法对5×5定位格架棒束通道的阻力特性进行研究。采用常用的减小弹簧、刚凸高度,使其与燃料棒间留有微小间隙的方式对格架进行几何建模,发现计算得到局部阻力系数明显小于实验值,分析原因并参考面接触的思路,提出改进的格架几何模型,并采用不同湍流模型进行数值模拟,得出SST模型计算的结果与试验值符合很好。利用改进的模型研究搅混翼及其他部件的阻力特性,发现搅混翼在格架局部阻力系数中所占的比重很小,但其引发的横向流使格架下游的摩擦阻力增加。

AP1000全失流事故DNBR计算分析

黄树亮, 冯进军, 陈巧艳, 肖红

2015, 36(2): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0033

摘要(13) PDF(0)

摘要:
AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。

非惯性系中流体质量力通用表达式研究

周磊, 葛超, 昝元锋, 闫晓, 陈炳德

2015, 36(2): 37-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0037

摘要(6) PDF(0)

摘要:
运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于严格的数学推导,得出三维转动的坐标过渡矩阵,给出流体质量力的通用展开式,并对几种典型海洋条件下流体所受质量力进行讨论,可供运动条件下流体动力学或热工水力研究参考。

基于RELAP5的典型压水堆再淹没壁面蒸汽对流换热模型研究

吕莉, 于涛, 余红星, 吴丹, 谢金森, 彭欢欢

2015, 36(2): 42-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0042

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽对流换热模型进行修改,建立适用于典型压水堆再淹没过程的壁面蒸汽对流换热新模型。改进前后程序对包壳峰值温度的计算结果对比,验证了新模型的合理性。

UO_2+x芯块预氧化工艺以及低温烧结致密化机理研究

李锐, 孙茂州, 聂立红

2015, 36(2): 46-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0046

摘要(9) PDF(0)

摘要:
为实现二氧化铀(UO₂)粉末的低温活化烧结,使用综合热分析仪对UO₂粉末表面进行预氧化处理,之后结合比表面积仪、X射线衍射仪以及扫描电镜分析粉末的相变点、比表面积、物相成分以及粉末微观形貌。通过以上试验得到:空气中224.6℃加热8 h后,在UO₂粉末中出现了少量U₃O₇,而367.0℃加热8h后,UO₂粉末将转变为U₃O₈。使用热膨胀仪对表面预氧化粉末制备的芯块进行模拟烧结试验发现:经过预氧化处理后,UO₂芯块的烧结收缩温度从1200℃降低至580℃,致密速率(ΔL/L)从1.52×10^-4K^-1增加到3.08×10^-4K^-1。基于简化点缺陷模型以及致密化方程,阐述了预氧化处理UO_2+x芯块低温烧结的机理,即:UO_2+x的扩散系数由于过量氧的存在,与UO₂相比呈指数级别增加,该值远大于UO₂的扩散系数;而芯块致密化方程中,烧结参数A与UO_2+x的扩散系数正相关,其值可表示为温度T的二次多项式的指数形式;多项式参数为:a=16.23658,b=0.04247,c=-2.18802×10^-5。

板元件过热熔融物迁移过程的HBI计算方法研究

张卓华, 于俊崇, 彭诗念

2015, 36(2): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0051

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对比不同函数近似形式在过冷壁面与不同熔融物过热度下与精确解析解间的误差,选取适合计算过冷壁面上过热熔融物凝固问题的函数近似形式。结合准稳态方法研究3层结构下熔融物凝固过程中凝固层厚度随时间的变化。计算结果与数值计算结果、平衡态计算结果以及实验结果符合较好,证明采用准稳态热平衡积分方法求解3层有限结构的过热熔融物凝固问题是可行的。

基于¹³⁷Cs、⁸⁵Kr的燃料元件包壳破损检测系统研制

谢波, 曾勇, 张宏祥

2015, 36(2): 55-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0055

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对停堆时间在4个月以上、不具备脱水条件而又不能采用常规方法检测其包壳是否破损的燃料元件,研制一种检测系统,利用高温水加热燃料元件使放射性核素向外释放,施加压力加速放射性核素释放,通过收集并检测¹³⁷Cs和⁸⁵Kr含量来确定燃料元件是否破损。应用结果表明,系统可以在不脱水状态下完成燃料元件包壳的破损检测,具有检测方便、快捷、准确的特点。

屏蔽复合材料对快中子减弱效果的计算及实验验证

杨文锋, 伍晓勇, 刘颖

2015, 36(2): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0058

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在分出截面法的测试方法及其原理的基础上,根据经验公式对制备的几种复合材料及其各组成元素的宏观分出截面、微观分出截面进行理论计算,并以实验测得的张弛长度和透射率对实验结果进行验证,对计算与实验结果的差异及影响因素进行分析。结果表明,对于20 mm厚的4种复合材料板的快中子透射率,实测结果小于计算结果约10%,分出截面法对计算快中子屏蔽效果是有效且实用的。

小型堆断电严重事故缓解措施分析

陈航, 张帆, 晏峰, 王坤

2015, 36(2): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0062

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以典型的小型堆为研究对象,用MELCOR程序对满功率运行的小型堆全部电源丧失严重事故序列进行计算,分析比较几种缓解措施对事故缓解的作用。结果表明:在发生全部电源丧失后,反应堆热阱丧失,并会发生高压熔堆事故,导致安全壳的完整性受到破坏。若应急电源及时恢复,安全注入系统投入,再循环取海水冷却能有效缓解事故进程。

保护测量通道响应时间自动测试功能设计

李红霞, 霍雨佳, 陈静, 余俊辉, 朱加良

2015, 36(2): 66-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0066

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用双触点和快速采集的方法,设计保护测量通道响应时间自动测试功能,并应用于秦山核电厂二期扩建工程定期试验。调试和运行情况表明,该设计完全满足核电厂的要求,操作简单方便、可靠性高、运行情况良好。

严重事故条件下仪表可用性分析

余俊辉, 王远兵, 李亮, 李红霞, 霍雨佳, 陈静

2015, 36(2): 68-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.02.0068

摘要(6) PDF(0)

摘要:
首先对国际国内相关的标准和法规进行研究,明确仪表可用性分析的顶层要求。其次确定了5个关键可用性分析要素;在此基础上提出了一种曲线包络对比的分析方法,形成完整的分析流程。采用所提出的分析方法,能够可信地对核电厂仪表在严重事故条件下的可用性进行分析,有效提高应对严重事故的能力。对国内目前仪表可用性仍然存在的问题进行了分析,并提出了相关的技术见解。

福清核电厂一期数字化核仪表系统设计

王银丽, 罗炜, 朱攀, 李艳蓉, 朱宏亮, 杨戴博

2015, 36(2): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0072

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。介绍福清核电厂一期数字化核仪表系统的结构、功能、设计要求和设计特点,并从设计的角度就RPN与安全级数字化仪控系统的功能划分与岭澳核电站二期进行比较。结果表明,福清核电厂一期数字化RPN设计能较好地满足系统的功能要求,为后续项目RPN优化设计提供了借鉴。

数字化核电厂反应堆冷却剂温度测量通道校准试验研究

霍雨佳, 李红霞, 李亮, 陈静, 李小芬, 朱加良

2015, 36(2): 77-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0077

摘要(17) PDF(0)

摘要:
介绍反应堆冷却剂温度测量通道校准(TP RCP63)试验的内容,分析数字化技术对核电厂TP RCP63试验的影响,着重论述与模拟技术核电厂相比存在的变化与问题,并提出采用数字化技术后核电厂TP RCP63试验中温差、平均温度加法器系数以及温度信号的校准设计方案。

重水堆主热传输支管自动超声检查系统开发

何子昂, 商俊敏, 袁建中, 王仕村, 何海, 许奎

2015, 36(2): 81-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0081

摘要(11) PDF(0)

摘要:
开发一套CANDU型重水堆主热传输支管自动超声检查系统。利用常规超声探头实现相控阵超声检查的功能,实现现场自动采集数据、远程实时分析数据,检查精度达到±0.03 mm;同时,研制出专用的射线屏蔽装置,屏蔽率达到80%。

关于压水堆核电厂“A”型事故规程与应急状态等级关系的讨论

于红, 程诗思

2015, 36(2): 84-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0084

摘要(6) PDF(0)

摘要:
根据应急操作规程(EOP)与应急行动水平(EAL)的共性,以方家山核电工程1号反应堆EOP为例,将EOP中的指示和参数与NEI 99-01中的EAL进行比较,对在执行"A"型事故规程时核电厂应进入的应急状态等级进行分析讨论,以便在制定核电厂的EAL时能充分利用EOP中给出的信息。

M310型核电厂在役检查的改进和优化

王臣, 孙海涛, 高晨, 邓冬

2015, 36(2): 89-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0089

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核电厂在役检查是核电厂机械设备安全运行的重要保证手段之一。本文结合国内核电厂在役检查的经验反馈,对RSE-M规范中某些技术条款的合理性进行探讨,介绍风险指引型在役检查方法的应用,并为我国M310型压水堆核电厂在役检查的优化提供建议。

提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

陈静, 陈柯, 霍雨佳, 李红霞, 余俊辉, 李小芬

2015, 36(2): 93-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0093

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。

红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

朱攀, 王银丽, 冯威, 李谢晋, 周继翔, 罗炜, 俞赟

2015, 36(2): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0096

摘要(20) PDF(0)

摘要:
红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。

MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究

王静卉, 王金雨, 王丹

2015, 36(2): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0101

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控制棒数量及布置前提下,通过重新分组并定义控制棒组,有可能在M310机组上实现MSHIM运行与控制策略。

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

黄均麟, 刘向红, 黄炳炎

2015, 36(2): 105-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0105

摘要(8) PDF(0)

摘要:
根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。

反应堆压力容器主螺栓粘扣问题的分析与处理

聂志萍, 王念伟, 董万福

2015, 36(2): 109-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0109

摘要(20) PDF(0)

摘要:
基于反应堆堆压力容器主螺栓的结构及其工况,提出一种均载的、安全系数高的削峰均载螺纹结构。建立大螺栓螺纹连接的数学模型进行限元分析,并与普通螺纹结构比较,验证了该结构的可行性。解决现在的压力容器主螺栓连接结构在使用一段时间后的粘扣现象,使得压力容器主螺栓连接具有更高的安全性、可靠性以及更长的寿命。

基于多智能体技术的通风降氡系统协调优化控制研究

戴剑勇, 孟令聪, 邹树梁

2015, 36(2): 113-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0113

摘要(13) PDF(0)

摘要:
根据氡及氡子体等放射性安全特性,结合通风系统理论,应用多智能体技术构建通风降氡多智能体。分析多智能体系统各关键节点智能体功能属性及其关联关系,构建通风降氡系统多智能体分布式自治逻辑结构及协商机制,实现了多智能体系统协调优化控制。实例分析表明,多智能体通风降氡系统体系结构及其协商机制能较好的改善与优化放射性污染物控制,具有较好的应用前景。

HFETR应急柴油发电机组运行事件分析

李治强, 季锡芳, 邓洪

2015, 36(2): 116-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0116

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过统计和分析应急发电机组运行失效历史数据,总结和归纳每起事件的具体失效模式,失效属性以及失效的直接原因和根本原因。根据应急柴油发电机组现状,从运行、操作、维护角度提出有针对性防范措施和相应的防护对策,并对应急柴油发电机机组潜在可能发生的事件进行分析。

RCC-M标准使用适宜性分析

顾健, 李建立, 江宇

2015, 36(2): 119-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0119

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在核电工程实践中,若设备的具体技术指标相较标准规范过于严格,将会在工程实践中产生大量的不满足设备采购技术文件要求却满足法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规律》(RCC-M)标准规范要求的"达标"不符合项。根据工程实践经验,从3个角度提出使用RCC-M标准的适度性原则,可在一定程度上更加具体规范从业者的行为。

高温气冷堆超临界蒸汽发生器的动态仿真与分析

刘丹, 孙俊, 孙玉良

2015, 36(2): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0122

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对高温气冷堆用螺旋管式直流蒸汽发生器二次侧运行在超临界下的特点,完善其仿真模型。通过模拟一次侧流量阶跃以及一、二次侧流量同步阶跃等场景,研究氦气和给水质量流量的扰动对温度、换热等相关参数的影响规律。结果表明,氦气流量的变化会同时引起一二次侧工质相关参数变化;由于金属传热管和水侧热容较大所产生的延迟作用,使得二次侧参数的变化速率相对缓慢;当氦气和给水流量相继发生变化时,由于超临界水传热的特殊性,部分参数出现小幅波动。

核电厂乏燃料池一体化测量装置设计与验证

孙益晖, 谢晶晶, 吴雪琼, 文继, 孙琳

2015, 36(2): 127-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0127

摘要(11) PDF(0)

摘要:
根据乏燃料池环境条件,乏燃料池液位、温度测量装置运行需求,针对丧失外电源情况下测量装置不能使用的安全风险,进行核电厂乏燃料池液位、温度一体化测量装置设计,并对工程样机进行功能、性能、环境试验验证。验证结果表明,装置测量精度高、实时,具备丧失外电源下的数据传输功能,满足乏燃料池的监测要求。

金属骨架电磁线圈在控制棒驱动机构中的应用

喻杰, 陈峰祖

2015, 36(2): 130-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0130

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对使用金属骨架电磁线圈的控制棒驱动机构(CRDM)与使用传统非金属骨架线圈进行性能比较。结果表明:虽然两者均符合CRDM设备规格书要求,但金属骨架在耐高温、耐辐射、抗震性能、机械强度、可加工性及经济性方面全面优于传统非金属材料骨架。采用金属骨架可以制作出耐温等级420℃及以上的耐高温CRDM电磁线圈,降低了对反应堆压力容器顶部CRDM通风冷却系统的要求。

核电厂安全级蓄电池质量鉴定相关问题的探讨

毋琦, 任莉华, 郎爱国, 李世欣

2015, 36(2): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.02.0134

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对核电厂安全级(1E级)蓄电池鉴定试验项目和条件、加速老化过程中的部件更换、老化过程中的容量试验等3个问题进行讨论,结合国内外1E级蓄电池的鉴定实践,提出关于这3个问题的一些看法和见解。

鼓泡层内气态甲基碘的去除特性研究

周艳民, 孙中宁, 谷海峰, 王军龙

2015, 36(2): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0138

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以安全壳过滤排放系统对甲基碘的去除为背景,采用碱性硫代硫酸钠溶液作为吸收工质,对甲基碘气体的去除特性进行实验研究。结果表明:溶液温度、系统压力、气体流量以及液位是影响甲基碘去除效果的重要因素;溶液温度对甲基碘气体去除的影响表现出分区效应;在0～80℃范围内,随着温度的增加去除效率变化明显,化学反应过程是限制该区域去除效率的主要因素;当温度高于80℃时,去除效率对温度的变化不再敏感,传质过程成为影响效率的主要因素;系统压力和液位对去除效率的影响均表现为线性关系,压力和液位的提高能够显著改善气体吸收过程;相反,气相容积流量的增加会导致甲基碘气体吸收效率明显降低。研究中还进一步发现,入口气体浓度的变化对去除效率的影响很小。

RELAP5程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计的初步评价

熊万玉, 宫厚军, 郗昭, 卓文彬, 黄彦平

2015, 36(2): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0143

摘要(20) PDF(0)

摘要:
应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸腾,池式沸腾换热占主导地位,程序计算结果与实验结果较吻合,RELAP5/MOD3.3程序基本适用于二次侧非能动余热排出系统的稳态运行特性分析。

绕丝定位的燃料棒流致振动机理研究

吴立村, 陆道纲, 刘雨, 钟昊良, 刘光耀

2015, 36(2): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0147

摘要(18) PDF(0)

摘要:
通过实验和数值模拟的方式对泄漏流影响下绕丝定位的燃料棒流致振动机理进行研究。数值模拟及实验结果表明:由于绕丝的存在,使得流体在棒束通道内的流动存在着较强烈的搅混效应,在流速较小时,相比于通道内流体横向流动对燃料棒的扰动,泄漏流动对燃料棒振动的影响很小;随着流量的增加,泄漏流动对燃料棒振动的影响逐渐增强。影响分为2点:改变了振动能量在频域内的分布,使得高频段的振动能量增加;使得燃料棒振动的位移有效值(均方根值)增大。

摇摆运动对窄通道内汽液界面参数的影响

李少丹, 谭思超, 高璞珍, 许超

2015, 36(2): 151-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0151

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对摇摆运动下矩形窄通道内的过冷沸腾流动进行实验研究,通过数字图像处理技术计算出空泡份额和界面面积浓度等界面参数的变化规律,并分析影响界面参数波动的主要因素。实验结果表明,矩形窄通道内汽液界面参数受摇摆运动影响产生周期性波动,且波动周期与摇摆运动周期相同。摇摆运动下空泡份额和界面面积浓度的波动主要受汽泡等效直径变化的影响。

C形密封环密封特性数值计算方法研究

董元元, 罗英, 张丽屏

2015, 36(2): 155-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.02.0155

摘要(9) PDF(0)

摘要:
建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧基体的0°、90°、180°和270°区域分布较大;回弹状态下,中间层和银层产生翘曲使得包覆层开口变大;各层结构间的相互作用对C形密封环的密封特性具有明显的影响。

两相排放载荷分析方法研究

吴丹, 付冉, 王燕萍, 余红星

2015, 36(2): 160-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.02.0160

摘要(11) PDF(0)

摘要:
建立了一套两相排放载荷计算方法,并以典型压水堆核电厂排放管线为例,计算当有水封存在时稳压器安全阀下游管道所受的载荷。计算结果与法玛通公司提供的参考数据基本一致,表明本文建立的两相排放载荷计算方法是正确的。

竖直管道中弹状流空泡份额测量

伍享享, 黄善仿, 白苏, 李仲春, 李松蔚, 周铃岚, 江光明

2015, 36(2): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.02.0165

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用双头局部电容探针测量空气-水两相流中弹状流的空泡份额和气泡速率。通过理论推导得出该新型探针的工作原理,然后利用该探针测量弹状流中的两相信号。理论分析和实验验证表明,局部电容探针抗干扰性好、输出信号稳定,探针测得的动态信号与弹状流实际运动过程完全一致;所测得弹状流空泡份额α=37.5%,弹状流气泡速率v=0.545 m/s。

留言板

2015年第36卷第2期

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